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報告書

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 芝浦工業大学*

JAEA-Review 2020-049, 78 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-049.pdf:5.85MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、継続して発生するCs等の放射性核種を吸着したゼオライト(使用済みゼオライト)の焼結固化法の開発を目的とする。焼結固化法は、使用済みゼオライトにガラスをバインダーとして添加し、それらを焼結することで核種を固定化する新たな固化法である。本法は、ガラス固化と比較して固化体の大幅な減容や焼成固化と同程度の安定な固化体の形成が期待できる。本事業では、コールド試験により焼結固化に適したガラスの選定、焼結温度等の最適化を図りホット試験で実証する。令和元年度において使用済みゼオライトの焼結固化用バインダーとしてB$$_{2}$$O$$_{3}$$系ガラスを選定し、焼結固化条件の最適化を図った。また、模擬汚染水として照射済み燃料に由来する核種を含む水を調製し、IE-96に吸着させることにより模擬使用済みIE-96を作製した。さらに、ゼオライトの固化,焼成固化等に関する既存の研究成果及び最新の研究動向を調査し、焼結固化プロセスの概念を設計した。

報告書

燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日立GEニュークリア・エナジー*

JAEA-Review 2020-034, 155 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-034.pdf:10.77MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリを取出す際に発生する廃棄物の合理的な分別に資するため、本研究では、廃棄物とフッ素を反応させて核燃料物質を選択的に分離する方法を開発する。模擬廃棄物とチェルノブイリ実デブリのフッ化挙動を実験により把握し、核燃料物質の分離可否を評価する。また、シミュレーションコードを作成し、フッ化プロセスを検討・構築する。上記を通じて、廃棄物を核燃料物質と核燃料物質が分離された廃棄物とに合理的に分別する方法を検討し、2021年以降のデブリ取出しで発生する廃棄物の管理容易化に資することを目的とする。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SL-01; Main steam line break accident

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2020-019, 58 Pages, 2021/01

JAEA-Data-Code-2020-019.pdf:3.85MB

ROSA-IV計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-SL-01)が1990年3月27日に行われた。ROSA/LSTFSB-SL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の主蒸気管破断(MSLB)事故を模擬した。このとき、両ループの蒸気発生器(SG)二次側への補助給水(AFW)とともに、非常用炉心冷却系である高圧注入(HPI)系から両ループの低温側配管内への冷却材注入を仮定した。MSLBにより、破断ループのSGは急減圧し、破断ループのSG二次側広域水位は低下した。しかし、破断ループのSG二次側へのAFWにより、破断ループのSG二次側広域水位は回復した。一次系圧力は、MSLB直後一時的に若干低下したが、SG主蒸気隔離弁の閉止に従い16.1MPaまで上昇した。一次系圧力が10MPa以下に低下した数分後、HPI系から両ループの低温側配管内へ冷却材を手動注入した。一次系圧力は、HPI系からの冷却材注入により上昇したが、加圧器逃し弁の開放により16.2MPa以下に維持された。実験中、炉心はサブクール水で満たされた。健全ループでは、流れが停滞し、HPI系からの冷却材注入時に低温側配管での温度成層が観察された。一方、破断ループでは、顕著な自然循環が継続した。HPI系からの冷却材の連続注入による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。取得した実験データは、PWRのMSLBを伴う多重故障事故時の回復操作および手順の検討に役立てることができる。本報告書は、ROSA/LSTFSB-SL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

Proceedings of the 2019 Symposium on Nuclear Data; November 28-30, 2019, Kyushu University, Chikushi Campus, Fukuoka, Japan

渡辺 幸信*; 執行 信寛*; 金 政浩*; 岩本 修

JAEA-Conf 2020-001, 236 Pages, 2020/12

JAEA-Conf-2020-001.pdf:13.75MB

2019年度核データ研究会は、2019年11月28日$$sim$$30日に、福岡県春日市にある九州大学筑紫キャンパスの総合研究棟(C-Cube)にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会,日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター,日本原子力学会九州支部,九州大学加速器・ビーム応用科学センターが共催した。今回、チュートリアルとして「共鳴理論から統計模型へ」を、講演・議論のセッションとして、「核データ研究及び関連トピックス」、「炉物理研究」、「国際協力」、「原子核物理」、「高エネルギー核データと応用」の5セッションを企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験,理論,評価,ベンチマーク,応用等、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は85名、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表13件、ポスター発表29件の論文を掲載している。

論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,6; 廃止措置と廃棄物の処理処分を目指して,1; 低レベル放射性廃棄物の処理処分とウラン鉱山閉山措置に関する技術開発

辻 智之; 杉杖 典岳; 佐藤 史紀; 松島 怜達; 片岡 頌治; 岡田 翔太; 佐々木 紀樹; 井上 準也

日本原子力学会誌, 62(11), p.658 - 663, 2020/11

日本原子力研究開発機構ではバックエンド関連の研究・技術開発として、原子力施設の廃止措置や安全で環境負荷低減につながる低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発と、地層処分の基盤的研究開発を進めてきた。これらバックエンドに関する原子力機構の研究・技術開発のうち、原子力施設の廃止措置や低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発の最前線を紹介する。

論文

Density stratification breakup by a vertical jet; Experimental and numerical investigation on the effect of dynamic change of turbulent Schmidt number

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 368, p.110785_1 - 110785_14, 2020/11

The hydrogen behavior in a nuclear containment vessel is one of the significant issues raised when discussing the potential of hydrogen combustion during a severe accident. Computational Fluid Dynamics (CFD) is a powerful tool for better understanding the turbulence transport behavior of a gas mixture, including hydrogen. Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) is a practical-use approach for simulating the averaged gaseous behavior in a large and complicated geometry, such as a nuclear containment vessel; however, some improvements are required. We implemented the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ based on the previous studies into the OpenFOAM ver 2.3.1 package. The experimental data obtained by using a small scale test apparatus at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was used to validate the RANS methodology. Moreover, Large-Eddy Simulation (LES) was performed to phenomenologically discuss the interaction behavior. The comparison study indicated that the turbulence production ratio by shear stress and buoyancy force predicted by the RANS with the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ was a better agreement with the LES result, and the gradual decay of the turbulence fluctuation in the stratification was predicted accurately. The time transient of the helium molar fraction in the case with the dynamic modeling was very closed to the VIMES experimental data. The improvement on the RANS accuracy was produced by the accurate prediction of the turbulent mixing region, which was explained with the turbulent helium mass flux in the interaction region. Moreover, the parametric study on the jet velocity indicates the good performance of the RANS with the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ on the slower erosive process. This study concludes that the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ is a useful and practical approach to improve the prediction accuracy.

論文

Acceleration of fusion plasma turbulence simulations using the mixed-precision communication-avoiding Krylov method

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; Ali, Y.*; 今村 俊幸*

Proceedings of International Conference on High Performance Computing, Networking, Storage, and Analysis (SC 2020) (Internet), p.1318 - 1330, 2020/11

5次元ジャイロ運動論モデルに基づく次世代核融合実験炉ITERのマルチスケールfull-$$f$$シミュレーションは核融合科学において最も計算コストが大きい問題の一つである。本研究では、新しい混合精度省通信クリロフ法を用いてジャイロ運動論的トロイダル5次元オイラーコードGT5Dを高速化した。演算加速環境における大域的集団通信のボトルネックを省通信クリロフ法によって解決した。これに加えて、A64FXにおいて新たにサポートされたFP16SIMD演算を用いて設計された新しいFP16前処理により、反復(袖通信)の回数と計算コストの両方を削減した。富岳とSummitにおける1,440CPU/GPUを用いた1,000億格子のITER規模シミュレーションに対して、提案手法の処理性能は従来の非省通信クリロフ法に比べてそれぞれ2.8倍, 1.9倍高速化され、5,760CPU/GPUまで良好な強スケーリングを示した。

論文

原子力分野におけるシミュレーションの信頼性確保

田中 正暁; 中田 耕太郎*; 工藤 義朗*

日本機械学会誌, 123(1222), p.26 - 29, 2020/09

原子力分野では、原子炉物理,熱流動,構造解析などの多岐の技術分野にわたり、原子力関連施設の設計,建設,運転の各段階でシミュレーションが活用されている。本解説記事では、日本原子力学会において制定された、モデルの検証及び妥当性確認(V&V: Verification & Validation)に関わる基本的な考え方をまとめた「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の策定経緯と記載内容について概説するとともに、その原子力学会ガイドラインで示される不確かさ評価の具体化の試みの一例について紹介する。

報告書

作業用ロボット及び偵察用ロボットの搭載無線機の機能高度化設計及び実装

西山 裕; 岩井 正樹; 椿 裕彦; 千葉 悠介; 早坂 寿郎*; 大野 隼人*; 羽生 敏紀*

JAEA-Technology 2020-006, 26 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-006.pdf:2.43MB

楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力災害特別措置法及び平成二十四年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)に対応するための日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。同課の重要な任務に遠隔機材(作業用ロボット及び偵察用ロボット等)の整備がある。作業用ロボットに関し、既存の作業用ロボット(台車)に積載された原子力災害対応用マニュプレータに付置するマニュプレータ操作指令用無線機について、作業用ロボット(台車)の操作指令機能を付加する改良を設計し実装した。これにより作業用ロボット(台車)の操作指令の冗長化(当該無線機異常時に既設無線機への切替えによる台車操作指令)及び遠距離又は障害物等回避時使用無線中継ロボットの一元化(1台の中継ロボットで台車及びマニュプレータの両操作指令中継)が図られた。(冗長性確保及び高機能付加)また偵察用ロボットに関し、無線通信距離の確認を行った上で、無線強度を測定し、複数のアクセスポイントから最良のアクセスポイントを自動選択する能力を有する運用にとって最善の無線機を選定した。その後当該無線機を偵察用ロボット既存無線機と同時搭載する設計を行い、実装した。(冗長性確保及び高機能付加)本報告書は、令和元年度に実施した、作業用ロボット及び偵察用ロボットの搭載無線機の機能高度化設計及び実装に関するものである。

報告書

令和元年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2020-001, 128 Pages, 2020/08

JAEA-Evaluation-2020-001.pdf:7.44MB

日本原子力研究開発機構は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、2017年4月から2020年3月までの高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、3名の委員がS評価及び7名の委員がA評価と評価し、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むに当たっての判断は、HTTRが運転再開を果たし、熱負荷変動試験等の結果を評価してからの判断が適切であり、判断時期を2年程度延期することが妥当であるとされた。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成, 審議経過, 評価項目について記載し、同委員により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発課題評価報告書」を添付したものである。

論文

Uncertainty quantification of seismic response of reactor building considering different modeling methods

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 糸井 達也*; 高田 毅士*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

2011年福島原子力発電所事故の後、設計を超える地震動に対する原子力施設の耐震規制が強化されている。そこで、確率論的地震リスク評価(SPRA)が注目されている。不確実さの定量化は、原子炉建屋のフラジリティ評価において非常に重要な問題である。本研究では、低減可能な認識論的不確実さに焦点を当て、原子炉建屋のモデル化手法の違いによる地震応答結果への影響を明らかにすることを目的としている。まず、原子炉建屋は、従来の質点系(SR)モデルと3次元詳細(3D FE)モデルの2種類のモデル化手法によるモデルを用いる。入力地震動として、不確実さを有する震源断層モデルによって生成された200種類の地震波を用いた。不確実さの定量化のために、各入力地震動に対して、2種類のモデル化手法による建屋応答への影響を統計的に分析し、異なるモデル化手法による建屋応答への不確実さを定量的に評価した。特にモデル化手法の違いは、床と壁の開口部近傍で明確に表れた。また、地震応答解析における3次元効果について得られた知見を報告する。

論文

Validation of analysis models on relocation behavior of molten core materials in sodium-cooled fast reactors based on the melt discharge experiment

五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs.CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

報告書

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 芝浦工業大学*

JAEA-Review 2019-028, 71 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-028.pdf:6.46MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、継続して発生するCs等の放射性核種を吸着したゼオライト(使用済みゼオライト)の焼結固化法の開発を目的とする。焼結固化法は、使用済みゼオライトにガラスをバインダーとして添加し、それらを焼結することで核種を固定化する新たな固化法である。本法は、ガラス固化と比較して固化体の大幅な減容や焼成固化と同程度の安定な固化体の形成が期待できる。本事業では、コールド試験により焼結固化に適したガラスの選定、焼結温度等の最適化を図りホット試験で実証する。平成30年度においてバインダーの候補ガラスの熱特性、及び加熱雰囲気が焼結固化に及ぼす影響について調査した。また、放射性核種を含む模擬汚染水を作成するための照射済燃料を選定し、試料の状態を確認した。さらに、ゼオライトの固化、焼成固化等に関する既存の研究成果及び最新の研究動向を調査した。

論文

Overlapping communications in gyrokinetic codes on accelerator-based platforms

朝比 祐一*; Latu, G.*; Bigot, J.*; 前山 伸也*; Grandgirard, V.*; 井戸村 泰宏

Concurrency and Computation; Practice and Experience, 32(5), p.e5551_1 - e5551_21, 2020/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Computer Science, Software Engineering)

2つのジャイロ運動論コード、GYSELA, GKVを最新のアクセラレータ環境、Xeon Phi KNL, Tesla P100 GPUに移植した。一台のSkylakeプロセッサーに比べ、KNLにおけるGYSELAの逐次計算カーネルは1.3x、P100 GPUにおけるGKVの逐次計算カーネルは7.4x高速化された。GYSELAとGKVのスケーリングテストをそれぞれ16-512 KNLおよび32-256 P100 GPUで実施し、GYSELAのセミラグランジアンカーネルおよびGKVの畳み込みカーネルにおけるデータ転置通信が主要なボトルネックとなることがわかった。この通信コストを削減するために、これらのコードにパイプライン法およびタスク並列法に基づく通信オーバーラップを実装した。

論文

Change in mechanical properties by high-cycle loading up to Gigacycle for 316L stainless steel

直江 崇; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Xiong, Z.*; 二川 正敏

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.061009_1 - 061009_6, 2020/02

J-PARCの核破砕中性子源に設置されている316L鋼製の水銀ターゲット容器は、陽子及び中性子照射環境により損傷する。照射損傷に加えて、陽子線励起圧力波により期待される設計寿命である5000時間の運転中に、約4.5億回の繰返し応力を受ける。これまでに容器構造材のギガサイクルまでの疲労挙動を調査するために、超音波疲労試験を実施し、疲労後の残強度を測定するなかで、繰返し硬化及び軟化現象を観測した。本研究では、ギガサイクルまでの繰返し硬化/軟化について調査するために、物質・生命科学実験施設(BL-19匠)で中性子回折により繰返し負荷後の試料の転位密度を測定した。その結果、受け入れ材は負荷の繰返し数の増加と共に転位密度が増加した。一方、照射による転位導入を模擬した冷間圧延材は、負荷の繰返し過程において転位の消滅と再蓄積が確認された。ワークショップでは、ターゲット容器構造材のギガサイクルまでの疲労試験の進捗と中性子回折の測定結果について報告する。

報告書

共存物質を含むウラン廃液を対象とした廃液処理作業

佐藤 義行; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Testing 2019-003, 20 Pages, 2019/12

JAEA-Testing-2019-003.pdf:2.08MB

放射性廃棄物管理技術課では、天然ウランを使用した試験で発生した廃液を許可条件に基づき保管してきた。保管上のリスク低減の観点からは、処理を行い固形化することが望ましいが、これまで安全かつ効率的な試験廃液の処理方法が確立されていなかった。そこで、ウラン吸着剤(タンニックス)を使用した廃液の処理方法を検討した。把握した処理条件に基づき、ウランの吸着処理等を行うとともに、最終的にセメント固化による安定化を行った。本報告では、類似した試験廃液を処理する際の参考となるように、廃液処理における一連の作業に関して得られた知見をまとめた。

論文

Implementation and performance evaluation of a communication-avoiding GMRES method for stencil-based code on GPU cluster

松本 和也*; 井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 真弓 明恵; 山田 進

Journal of Supercomputing, 75(12), p.8115 - 8146, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Computer Science, Hardware & Architecture)

ジャイロ運動論的トロイダル5次元オイラーコードGT5Dにおける反復法線形ソルバの性能向上に向けて省通信一般化最小残差法(CA-GMRES)をCPU-GPUハイブリッドクラスタで実装した。CA-GMRESに加え、計算量を削減するために我々が提案した修正版CA-GMRES(M-CA-GMRES)の実装と評価も行った。本研究から、集団通信回数の最小化と密行列積演算による高効率演算というCA-GMRESの利点が実証された。性能評価は1ノードあたりNVIDIA Tesla P100 GPU4台を搭載したReedbush-L GPUクラスタで実施した。この結果、M-CA-GMRESによりCA-GMRES, 一般化共役残差法(GCR), GMRESに比べてそれぞれ1.09x, 1.22x, 1.50xの高速化が示された。

報告書

Proceedings of the 2018 Symposium on Nuclear Data; November 29-30, 2018, Tokyo Institute of Technology, Ookayama Campus, Tokyo, Japan

千葉 敏*; 石塚 知香子*; 椿原 康介*; 岩本 修

JAEA-Conf 2019-001, 203 Pages, 2019/11

JAEA-Conf-2019-001.pdf:18.86MB

2018年度核データ研究会は、2018年11月29日$$sim$$30日に、東京都目黒区東京工業大学大岡山キャンパス東京工業大学デジタル多目的ホールおよびコラボレーションルームにて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会核データ部会、日本原子力学会「シグマ」特別専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、東京工業大学科学技術創成研究院先導原子力研究所が共催した。今回、チュートリアルとして「核データ処理システムFRENDY」を、特別講演として「原子力発電のこれから」を実施した。また講演・議論のセッションとして「核データ研究の現状と展望」、「炉物理研究の現状と展望」、「話題」、「核データ応用分野」、「国際セッション」、「核データ測定及び原子炉診断の新技術」、「新分野からのデータニーズ」の7件を企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は82名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表13件、ポスター発表22件の論文をまとめている。

論文

Testing enrichment meter based on nuclear resonance fluorescence

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, p.59 - 62, 2019/11

Nuclear resonance fluorescence (NRF) is a phenomenon that a nuclide-specific $$gamma$$-ray is resonantly absorbed and re-emitted. This method is considered useful for the nondestructive detection of nuclear materials. In order to demonstrate how accurate the NRF method is able to measure the isotopic abundance, we performed NRF experiments on natural tungsten as a surrogate of nuclear materials at the High Intensity $$gamma$$-ray Source (HI$$gamma$$S) facility, Duke University. Our results show that the relative deviations between the reference and measured abundances are less than $$pm$$ 4%. This work was supported by the subsidiary for promotion of strengthening nuclear security or the like of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

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